В большинстве индустриально развитых стран значительная часть энергетики составляют атомные электростанции. В США они вырабатывают около 12% всей электрической энергии, в Советском Союзе 11%, в Англии и Франции ядерная энергетика составляет еще более значительную часть.
Статистика аварий атомных электростанций в США, Англии и, в особенности, катастрофа в Чернобыле, в Советском Союзе, показывает, что они представляют собой потенциальную опасность для окружающего населения. Сейчас во всех странах ведутся работы по улучшению безопасности атомных электростанций и идут поиски таких вариантов конструкций реакторов, которые свели бы до минимума возможность заражения радиоактивными веществами окружающей среды.
Ядерные реакторы делятся на два основных типа:на реакторы тепловые, работающие на медленных или тепловых нейтронах, и реакторы быстрые или бридеры, которые функционируют, используя быстрые нейтроны.
При делении урана 235 который является рабочей лошадью урановых реакторов,чаще всего выбрасывается 2 нейтрона, один из которых поглощается структурным материалом и ураном 238, а второй поддерживает цепную ядерную реакцию.
Для большей экономичности, а так же для более эффективного управления цепной ядерной реакцией и большей безопасности, возникающие при делении урана 235 быстрые нейтроны, должны быть замедлены до тепловых скоростей. Это достигается путем применения специальных материалов-замедлителей, ядра атомов которых поглощают лишнюю энергию нейтронов. Замедлители делаются из графита, металлического бериллия или окиси бериллия. Иногда замедлители представляют собой обыкновенную или тяжелую воду, которая в то же самое время, служит и охлаждающей средой.
Второй тип урановых реакторов работает на быстрых нейтронах и в замедлителе не нуждается. В этих реакторах в качестве топлива употребляется в высшей степени обогащенный уран с высоким процентным содержанием урана 235 или натуральный уран с большой примесью плутония. Это топливо находится в активной зоне или ядре реактора не в виде металла, а в виде окиси,которая более устойчива при высоких температурах.
Недостатками быстрых реакторов,по сравнению с тепловыми реакторами, являются необходимость применения высоко обогащенного урана и сложность управления цепной ядерной реакцией.Поэтому быстрые реакторы не получили большого распространения и фактически еще на* ходятся,в экспериментальной стадии. Небольшое число^ атомных электростанций, реакторы которых работают на быстрых нейтронах, уже несколько лет функционируют в Англии, в Советском Союзе, в Германии и во Франции.
В апреле 1986 года в США, в Аргонной Национальной Лаборатории, испытывалась новая модель реактора, работающего на быстрых нейтронах. Ядро или активная зона этого реактора состоит не из окислов урана, как это было раньше, а из сплава, представляющего собой 75 % урана, 15% плутония, 10% циркония. Этот сплав имеет большой отрицательный температурный коэффициент, т.е. плотность его с повышением температуры так сильно меняется, что при слишком высокой температуре цепная ядерная реакция прекращается сама собой, а это делает его значительно более безопасным, чем все предыдущие типы быстрых реакторов.
В качестве охлаждающей среды в этом новом типе реактора, так же, как и в прежних быстрых реакторах, употребляется жидкий натрий, который имеет очень высокий коэффициент теплопроводности и низкое давление паров. Но прежние проблемы жидкого натрия - его большая химическая активность и разъедание сварных швов - все еще остаются трудными проблемами.
Испытание этого нового реактора прошло очень успешно и после остановки насосов, подающих жидкий натрий, цепная ядерная реакция в активной зоне прекратилась и реактор выключился без вмешательства человека.
В Германии был разработан тип быстрого реактора, в котором в качестве охлаждающей среды применяется гелий, находящийся под давлением в 70-80 атмосфер.
Преимуществами этого охладителя является его полная химическая инертность и невозможность ядерных
реакций, ведущих к возникновению радиоактивных изотопов.
Этот тип реактора так же относительно безопасен в случае аварии охладительной системы, вследствие хорошей конвекции сжатого гелия.
В Швеции разработана новая, сравнительно безопасная конструкция реакторов, работающих на медленных нейтронах. Этот тип реакторов охлаждается водой, но в своем новом реакторе шведы добавили запасную охлаждающую систему, в которой охлаждающим веществом является водный раствор борной кислоты, обогащенной изотопом бора 10.
Бор обладает огромным радиусом захвата медленных нейтронов и в случае аварии первичной охлаждающей системы, раствор борной кислоты вспрыскивается в активную зону, изотоп бора 10 поглощает такое огромное количество медленных нейтронов, что цепная ядерная реакция прекращается.
Но атомные электростанции с разными конструкциями реакторов имеют общую проблему - проблему захоронения радиоактивных остатков.Так же неизвестно,что делать с атомными электростанциями, отработавшими свой срок и предназначенными на слом. До сих пор эти проблемы не разрешены и это больше, чем другие трудности, в будущем могут замедлить темпы строительства атомных электростанций.